To account the transition state of the system during probabilistic calculations reservation own needs of NPP

In this paper, the method is proposed for preliminary probabilistic safety analysis of the own needs reservation systems for nuclear power plants, which takes into account temporal changes of equipment failure rate since the beginning of the accident and to restore functionality. The method allows to take into account Russian and foreign statistics of the intensities of the initial emergency events, including power failure by reason of extreme natural conditions (for example, the Middle Volga region Russia during the 100 years). The presented method also allows conducting the preliminary assessment of the annual risk level reduction of the damage caused by accidents with core damage (ACD) NPP reactors in money equivalent based on statistics of economic damage caused by such accidents that took place at nuclear power plants. As an example, according to the proposed method, the multifunction system reservation own needs NPP was investigated, based on a combination stations with an additional low-power steam turbine installation. According to calculations, accounting time-dependent processes by this method allows to specify for the given initial data the final results of the calculation for intensities of the reactor ACD and the risk level reduction of the annual emergence of damage caused by accidents ACD reactors by more than 1,3 times.

nuclear power plants, reservation of own needs, reactor core damage, steam-turbine plant, probabilistic safety analysis of non-stationary processes, intensity of failures

1. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б. и др. Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 // Седьмой международный форум по обмену информации "Анализ безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК" (ФОРУМ-7, 28-30 октября 2003, Словакия).

2. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008. С.19-28.

3. Nuclear Regulatory Commission. An assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Raector Safety Study) // Rep. Wash-1400. Washington, DC, 1975.

4. Биркховер А. Исследование риска при эксплуатации атомных элеткростанций в ФРГ / А. Биргховер // Бюллетень МАГАТЭ. 1980. Кк.22, №5/6.

5. Клемен А.И., Емельянов В.С., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоиздат, 1982. 208 с.

6. Острейковский В.А. Теория надежности М.: Высшая школа, 2003. 436 с.

7. Шиверский Е.А., Клемин А.И., Поляков Е.Ф. Программа ЭВМ для расчета надежности блока АЭС и его систем с помощью метода "дерева отказа" // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физ. и техн. ЯР. М., 1980. №1/10. С.59-63.

8. Акулова Л.Г. О стохастической сложности вычисления надежности булевых систем. Ярославль: ЯГУ, 1983. 15с. Депон. в ВИНИТИ №5885-83.

9. Рябинин И.А. Надежность и безопасность сложных систем. СПб.: Политехника, 2000. 248 с.

10. Отраслевая научно-техническая программа "Полномасштабный ВАБ действующих АЭС с реакторами ВВЭР". М.: Концерн "Роэнергоатом", 1993.

11. Госатомнадзор Российской Федерации. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. ПНАЭ Г-01-011-97. Москва, 1997.

12. МАГАТЭ. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. IAEA-Safety Series No.75-INSAG-3 Rev.1, INSAG-12, Вена, Австрия, 1999.

13. Аминов Р.З., Юрин В.Е., Маркелов Д.А. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2015. Т.118, вып. 5. С. 261-266.

14. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1989. 280 с.

15. Балаковская АЭС. Рабочие чертежи. Материалы изысканий. Дополнительные гидрометеорологические данные. Свердловск: «Теплоэлектропроект» Уральское отделение, 1980.

16. Малевинский Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ) // Энергохозяйство за рубежом. 1990. №4.

17. Юрин В.Е. Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками: дис.. канд. техн. наук: 05.14.01. Саратовский государственный технический университет имени Г агарина Ю.А. Саратов, 2015.

18. Токмачев Г.В. Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. Том 3, №4. С.44-53.

19. Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка эффективности использования активной системы отвода остаточного тепловыделения при обесточивании на примере реактора ВВЭР-1 000 // Известия РАН. Энергетика. 2014. №6. С. 61-72.